JPS6296897A - 改良型臨界管理方法 - Google Patents
改良型臨界管理方法Info
- Publication number
- JPS6296897A JPS6296897A JP60236788A JP23678885A JPS6296897A JP S6296897 A JPS6296897 A JP S6296897A JP 60236788 A JP60236788 A JP 60236788A JP 23678885 A JP23678885 A JP 23678885A JP S6296897 A JPS6296897 A JP S6296897A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- neutron
- fuel
- nuclear fuel
- constant
- exponential
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
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-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
（産業上の利用分野）
本発明は核燃料を臨界に達しないよう安全に取扱うため
の臨界管理方法に関するものであり、中性子束の指数関
数状分布の測定に基づ（ことを特徴とする。
の臨界管理方法に関するものであり、中性子束の指数関
数状分布の測定に基づ（ことを特徴とする。
（従来の技術）
原子炉用核燃料の濃縮及び加工施設、原子炉使用済み核
燃料の再処理施設、並びにこれらの燃料の貯蔵、輸送設
備等（以下、核燃料施設等、又は単に施設等という。）
においては、各種の装置を用いて濃縮度、濃度、化学形
等の燃料組成と形状、配置等の燃料の集まり方を変化さ
せる。
燃料の再処理施設、並びにこれらの燃料の貯蔵、輸送設
備等（以下、核燃料施設等、又は単に施設等という。）
においては、各種の装置を用いて濃縮度、濃度、化学形
等の燃料組成と形状、配置等の燃料の集まり方を変化さ
せる。
ところで、核燃料は、それ自身常に少量の中性子を放出
しており（以下、自発中性子という。）、組成によって
異なる一定量以上が一個所に集まると、自発中性子を源
とする核分裂の連鎖反応が短時間に幾何級数的に増大し
多大な放射線放出、衝撃圧力等を生ずる、いわゆる臨界
超過現象を呈する性質を有する。これは燃料中の中性子
吸収率と燃料からの中性子漏洩率を加え合わせたもの（
イ）に比べ、燃料中での核分裂による中性子発生率（ロ
）が大きくなることによる現象である。イに対する口の
比の値は中性子増倍係数（Ａ）と呼ばれ、ん〉１゜ｋ＝
１．Ａ（ｉの各場合を、それぞれ、臨界超過、臨界、臨
界未満という。
しており（以下、自発中性子という。）、組成によって
異なる一定量以上が一個所に集まると、自発中性子を源
とする核分裂の連鎖反応が短時間に幾何級数的に増大し
多大な放射線放出、衝撃圧力等を生ずる、いわゆる臨界
超過現象を呈する性質を有する。これは燃料中の中性子
吸収率と燃料からの中性子漏洩率を加え合わせたもの（
イ）に比べ、燃料中での核分裂による中性子発生率（ロ
）が大きくなることによる現象である。イに対する口の
比の値は中性子増倍係数（Ａ）と呼ばれ、ん〉１゜ｋ＝
１．Ａ（ｉの各場合を、それぞれ、臨界超過、臨界、臨
界未満という。
このため、核燃料施設等においては、使用する装置の大
きさや取扱う燃料の量に制限を設けることにより臨界未
満の状態を確保する、いわゆる臨界管理が不可欠である
が、これらの制限が過度に保守的であるならば施設等の
利用効率の悪化を来すため、適切な臨界管理を行うこと
がきわめて重要となる。
きさや取扱う燃料の量に制限を設けることにより臨界未
満の状態を確保する、いわゆる臨界管理が不可欠である
が、これらの制限が過度に保守的であるならば施設等の
利用効率の悪化を来すため、適切な臨界管理を行うこと
がきわめて重要となる。
（発明が解決しようとする問題点）
従来の臨界管理においては、燃料の組成と集まり方につ
いて実際には起こり得ない最も臨界になり易い組合せを
想定し、これが十分臨界未満となる程度の大きさの装置
を用いる方法が主流であった。この方法では臨界に達す
る危険性が殆ど無視できるという利点はあるが、取扱い
得る燃料の量がきわめて少ないという欠点がある。施設
等の規模が小さい場合はこの方法で十分であるが、昨今
にみもれる施設等の大型化の趨勢においては臨界管理方
法を改良することにより装置の大きさを大巾に増大させ
ることが強く求められている。このための臨界管理の適
用形態は次の２つに大別される。
いて実際には起こり得ない最も臨界になり易い組合せを
想定し、これが十分臨界未満となる程度の大きさの装置
を用いる方法が主流であった。この方法では臨界に達す
る危険性が殆ど無視できるという利点はあるが、取扱い
得る燃料の量がきわめて少ないという欠点がある。施設
等の規模が小さい場合はこの方法で十分であるが、昨今
にみもれる施設等の大型化の趨勢においては臨界管理方
法を改良することにより装置の大きさを大巾に増大させ
ることが強く求められている。このための臨界管理の適
用形態は次の２つに大別される。
■ 核燃料を内蔵する装置自身について、その装置が十
分臨界未満であることの監視を条件として、その大きさ
に関する制限を緩める。
分臨界未満であることの監視を条件として、その大きさ
に関する制限を緩める。
■ 核燃料の特性をあらかじめ測定することを条件とし
て、その燃料を供給する装置の大きさに関する制限を緩
める。
て、その燃料を供給する装置の大きさに関する制限を緩
める。
これらの条件を満足するため、従来でも、燃料濃度等の
測定監視が行われているが、この測定は複雑な化学分析
等を伴い、時間的にも費用的にも施設等の重大な負荷と
なるため実際の適用範囲は限られているのが現状である
。
測定監視が行われているが、この測定は複雑な化学分析
等を伴い、時間的にも費用的にも施設等の重大な負荷と
なるため実際の適用範囲は限られているのが現状である
。
（問題点を解決するための手段）
本発明は、臨界未満の監視及び核燃料の特性測定の方法
として、定常中性子源を設置した場合に装置内外に形成
される指数関数状中性子束分布を利用することにより、
改良型臨界管理を可能とすることを目的とする。中性子
束分布の測定は通常の中性子線計測技術を用いて十分短
時間に可能であり、測定用機器の自動化及び保守管理も
容易であるため、核燃料施設等における現場測定に適し
ている。
として、定常中性子源を設置した場合に装置内外に形成
される指数関数状中性子束分布を利用することにより、
改良型臨界管理を可能とすることを目的とする。中性子
束分布の測定は通常の中性子線計測技術を用いて十分短
時間に可能であり、測定用機器の自動化及び保守管理も
容易であるため、核燃料施設等における現場測定に適し
ている。
（実 雄側）
以下、図面に示した一実施例に基いて本発明の詳細な説
明する。
明する。
第１図及び第２図に例示するように、円筒状。
平板状の装置内の溶液状核燃料（１）の組成が時間とと
もに変動する場合、これらの装置の臨界未満の度合を次
のようにして知ることができる。すなわち、装置の内部
又は外部に定常中性子源（２）と検出管（３）を設置し
、検出管内の中性子検出器の計数率を信号ケーブル（４
）を介して測定する。中性子検出器としては、この場合
、垂直方向に複数個を積重ねるか、あるいは１個をその
位置が変更できるようにして使用する。装置が臨界未満
の場合、定常中性子源から遠去かる方向疋減衰する指数
関数状の中性子計数率分布（中性子束分布）が形成され
るが、その指数減衰定数（γ）の２乗は中性子増倍係数
（Ａ）の逆数の対数と正比例の関係にあるので、装置が
臨界に近ずくとγは零に、んは１に近ずく。
もに変動する場合、これらの装置の臨界未満の度合を次
のようにして知ることができる。すなわち、装置の内部
又は外部に定常中性子源（２）と検出管（３）を設置し
、検出管内の中性子検出器の計数率を信号ケーブル（４
）を介して測定する。中性子検出器としては、この場合
、垂直方向に複数個を積重ねるか、あるいは１個をその
位置が変更できるようにして使用する。装置が臨界未満
の場合、定常中性子源から遠去かる方向疋減衰する指数
関数状の中性子計数率分布（中性子束分布）が形成され
るが、その指数減衰定数（γ）の２乗は中性子増倍係数
（Ａ）の逆数の対数と正比例の関係にあるので、装置が
臨界に近ずくとγは零に、んは１に近ずく。
従って、γそれ自身、あるいは、それから換算されるｋ
の値を知ることにより装置の臨界未満の度合を常時監視
することができる。
の値を知ることにより装置の臨界未満の度合を常時監視
することができる。
次に、第３図に示すように、水中におかれた核燃料棒の
集合体（５）（以下、燃料集合体という。）において、
例えば、燃料の濃縮度が未知の場合、その濃縮度を次の
ようにして知ることができる。
集合体（５）（以下、燃料集合体という。）において、
例えば、燃料の濃縮度が未知の場合、その濃縮度を次の
ようにして知ることができる。
すなわち、上記と同様にしてγあるいはｋの値を測定し
、あらかじめ求めておいたγあるいはんと濃縮度の間の
関係を表わす較正曲線を利用することにより濃縮度を知
ることができる。
、あらかじめ求めておいたγあるいはんと濃縮度の間の
関係を表わす較正曲線を利用することにより濃縮度を知
ることができる。
第３図の実施例として、直径１．２５ｃｒｒＬ、長さ１
４４ｃｎＬの二酸化ウラン（濃縮度２．６％）燃料棒を
２．０ｃＩＦ＋間隔に℃正方格子状に配列させ、燃料棒
本数を１５Ｘ１５．９Ｘ９．５Ｘ５の３通りに変えた場
合に測定された中性子束の指数分布を第４図に示す。こ
の測定では約５ｍＣ１のカリフォルニウム−２５２定常
中性子源と外径１．３ｃｒＩＬのヘリウム−６中性子検
出器を用いた。同図の横軸（６）は燃料棒下端から中性
子検出器位置までの距離（ｃｒＩＬ単位）を、縦軸（７
）は１秒間当りの中性子計数値の対数を表わす。図中の
３本の直線（８，９，１０）は、それぞれ、１５Ｘ１５
，９Ｘ９．５Ｘ５の燃料棒配列の燃料集合体において、
中性子検出器を垂直方向に５ｃｍ間隔で移動させながら
測定した計数値（丸印）をつないだものである。これら
の指数分布から指数減衰定数（γ）と中性子計数値ｖ
（ｋ）が測定誤差とともに次表のように求められた。
４４ｃｎＬの二酸化ウラン（濃縮度２．６％）燃料棒を
２．０ｃＩＦ＋間隔に℃正方格子状に配列させ、燃料棒
本数を１５Ｘ１５．９Ｘ９．５Ｘ５の３通りに変えた場
合に測定された中性子束の指数分布を第４図に示す。こ
の測定では約５ｍＣ１のカリフォルニウム−２５２定常
中性子源と外径１．３ｃｒＩＬのヘリウム−６中性子検
出器を用いた。同図の横軸（６）は燃料棒下端から中性
子検出器位置までの距離（ｃｒＩＬ単位）を、縦軸（７
）は１秒間当りの中性子計数値の対数を表わす。図中の
３本の直線（８，９，１０）は、それぞれ、１５Ｘ１５
，９Ｘ９．５Ｘ５の燃料棒配列の燃料集合体において、
中性子検出器を垂直方向に５ｃｍ間隔で移動させながら
測定した計数値（丸印）をつないだものである。これら
の指数分布から指数減衰定数（γ）と中性子計数値ｖ
（ｋ）が測定誤差とともに次表のように求められた。
ただし、上表のｋは燃料集合体の長さが十分長い場合の
中性子増倍係数であり、Ａ！ｏｇ（１／”） ＝ （１
３，７±０．２ ） Ｘγ２より求めた。この式の比例
定数は上記燃料配列について実測した値であるが、他の
核燃料についても通常１２〜１５ｃ７Ｆｉの範囲にあり
、非現実的な組成変化を仮定しない限り一定とみなせる
。このように、簡単な機器を用いて、短時間に、臨界未
満の度合の広い範囲にわたって指数減衰定数を測定でき
ることがこの方法の主な利点である。
中性子増倍係数であり、Ａ！ｏｇ（１／”） ＝ （１
３，７±０．２ ） Ｘγ２より求めた。この式の比例
定数は上記燃料配列について実測した値であるが、他の
核燃料についても通常１２〜１５ｃ７Ｆｉの範囲にあり
、非現実的な組成変化を仮定しない限り一定とみなせる
。このように、簡単な機器を用いて、短時間に、臨界未
満の度合の広い範囲にわたって指数減衰定数を測定でき
ることがこの方法の主な利点である。
上記１５Ｘ１５配列の燃料集合体について、濃縮度とｋ
あるいはγの間の関係を計算により求めると第５図のよ
うになる。同図の横軸（１１）は猥縮度（重量％単位）
を、左悔の縦軸（１２）はｋを、右（＋３） 側の縦ｉγ（ｃｒＩｖ１単位）を示す。図中の実線（１
４）と破線（１５）は、それぞれ、濃縮度とに１濃縮度
とγの間の関係を表わしている。この例かられかるよう
に、これらの関係を用いてγあるいはｋの測定値から濃
縮度を精度良く求めることができる。
あるいはγの間の関係を計算により求めると第５図のよ
うになる。同図の横軸（１１）は猥縮度（重量％単位）
を、左悔の縦軸（１２）はｋを、右（＋３） 側の縦ｉγ（ｃｒＩｖ１単位）を示す。図中の実線（１
４）と破線（１５）は、それぞれ、濃縮度とに１濃縮度
とγの間の関係を表わしている。この例かられかるよう
に、これらの関係を用いてγあるいはｋの測定値から濃
縮度を精度良く求めることができる。
（発明の効果）
核燃料施設等においては、燃料の溶解、分離、転換、濃
度変更等の工程がある。これらに用いられる装置では燃
料組成の変動を制御するが、異常な変動を早期に検知で
きない場合やその変動範囲が確定できない場合あらゆる
異常を想定しても十分安全なようにあらかじめ装置の大
きさを小さく制限しておくことになる。本発明による改
良型臨界管理方法ではこのような異常変動による臨界近
接が十分早く検出できるので、これに依拠して装置の大
きさに関する制限を緩めることができる。また、原子炉
の使用済み燃料集合体では濃縮度が使用前に比べて大巾
に減少しており、その濃縮度をあらかじめ測定すること
ができるならば、貯蔵、輸送及び再処理のための装置設
計を抜本的に改善し得る。
度変更等の工程がある。これらに用いられる装置では燃
料組成の変動を制御するが、異常な変動を早期に検知で
きない場合やその変動範囲が確定できない場合あらゆる
異常を想定しても十分安全なようにあらかじめ装置の大
きさを小さく制限しておくことになる。本発明による改
良型臨界管理方法ではこのような異常変動による臨界近
接が十分早く検出できるので、これに依拠して装置の大
きさに関する制限を緩めることができる。また、原子炉
の使用済み燃料集合体では濃縮度が使用前に比べて大巾
に減少しており、その濃縮度をあらかじめ測定すること
ができるならば、貯蔵、輸送及び再処理のための装置設
計を抜本的に改善し得る。
本発明はこれを可能とする。
本発明による方法は、核燃料の組成や集まり方が中性子
束分布測定方向に変化していない限り、全ての臨界未満
の装置に対して適用できる。ただし、自発中性子の発生
が強い核燃料については指数分布が形成されない場合が
あるが、定常中性子源の強さを十分大きくとることによ
り避けられる。それが困雅な場合は、定常中性子源を設
置した場合としない場合について中性子束分布を測定し
、前者から後者を差し引くことにより指数分布を得るこ
とができる。
束分布測定方向に変化していない限り、全ての臨界未満
の装置に対して適用できる。ただし、自発中性子の発生
が強い核燃料については指数分布が形成されない場合が
あるが、定常中性子源の強さを十分大きくとることによ
り避けられる。それが困雅な場合は、定常中性子源を設
置した場合としない場合について中性子束分布を測定し
、前者から後者を差し引くことにより指数分布を得るこ
とができる。
原子炉の使用済み燃料集合体は自発中性子の発生が強（
、また、一般には内部の濃縮度分布が均一ではない。し
かし、ある程度燃焼の進んだものでは、端近傍を除き軸
方向にはｙ均一な濃縮度分布が形成されるので本発明に
よる方法が十分適用できる。
、また、一般には内部の濃縮度分布が均一ではない。し
かし、ある程度燃焼の進んだものでは、端近傍を除き軸
方向にはｙ均一な濃縮度分布が形成されるので本発明に
よる方法が十分適用できる。
第１図 空中の円筒型装置における指数分布測定機器配
置 第２図 空中の平板型装置における指数分布測定機器配
置 第３図 水中の燃料集合体における指数分布測定機器配
置 第１，２及び３図において、工は溶液状核燃料、２は定
常中性子源、３は中性子検出器を内封する検出管、４は
信号ケーブル、５は燃料集合体である。 第４図 水中の燃料集合体における指数分布測定例 ６は燃料棒下端から中性子検出器までの距離−１７は１
秒間の中性子計数値の対数、８．９及び１０は、それぞ
れ、１５ｘ１５．９ｘ９及び５ｘ５配列の燃料集合体に
おける指数分布を表わす。 第５図 指数減衰定数あるいは中性子増倍係数と濃縮度
の間の関係 １１は濃縮度（重量％）、１２は中性子増倍係数、１３
は指数減衰定数（ｃ＋ｎ）、１４．１５はそれぞれ、濃
縮度と中性子増倍係数、濃縮度と指数減衰定数の関係を
表わす。
置 第２図 空中の平板型装置における指数分布測定機器配
置 第３図 水中の燃料集合体における指数分布測定機器配
置 第１，２及び３図において、工は溶液状核燃料、２は定
常中性子源、３は中性子検出器を内封する検出管、４は
信号ケーブル、５は燃料集合体である。 第４図 水中の燃料集合体における指数分布測定例 ６は燃料棒下端から中性子検出器までの距離−１７は１
秒間の中性子計数値の対数、８．９及び１０は、それぞ
れ、１５ｘ１５．９ｘ９及び５ｘ５配列の燃料集合体に
おける指数分布を表わす。 第５図 指数減衰定数あるいは中性子増倍係数と濃縮度
の間の関係 １１は濃縮度（重量％）、１２は中性子増倍係数、１３
は指数減衰定数（ｃ＋ｎ）、１４．１５はそれぞれ、濃
縮度と中性子増倍係数、濃縮度と指数減衰定数の関係を
表わす。
Claims (3)
- （１）臨界に満たない量の核燃料を内蔵する装置の内ま
たは外に定常中性子源を設置し、 前記中性子源および核燃料から発生する中性子数を前記
中性子源からの距離に対応して前記検出器で測定し、 その結果得られた測定数の対数値と前記中性子源からの
距離との関係から指数関数状の中性子計数率分布を作成
し、 前記分布から指数減衰定数（γ）または／および中性子
増倍係数（κ）を数出し、 数出された前記定数または係数が、それぞれ臨界状態を
示す０または１の値に接近するかどうかを観察すること
を特徴とする前記装置に内蔵された核燃料の臨界状態を
管理する方法。 - （２）前記指数減衰定数（γ）と前記中性子増倍係数（
κ）との間の関係式ｌｏｇ（１／κ）＝比例定数×γ＾
２を用いて前記定数から前記係数を数出する特許請求の
範囲の第１項に記載の方法。 - （３）数出された前記指数減衰定数または前記中性子増
倍係数を使用して前記装置に内蔵された核燃料の濃縮度
、濃度等の特性を検知する特許請求の範囲の第１項に記
載の方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60236788A JPS6296897A (ja) | 1985-10-23 | 1985-10-23 | 改良型臨界管理方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60236788A JPS6296897A (ja) | 1985-10-23 | 1985-10-23 | 改良型臨界管理方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6296897A true JPS6296897A (ja) | 1987-05-06 |
Family
ID=17005802
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60236788A Pending JPS6296897A (ja) | 1985-10-23 | 1985-10-23 | 改良型臨界管理方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6296897A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2013003104A (ja) * | 2011-06-21 | 2013-01-07 | Toshiba Corp | 未臨界度測定装置および未臨界度測定方法 |
| JP2014048089A (ja) * | 2012-08-30 | 2014-03-17 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 核燃料物質の臨界監視方法 |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5910891A (ja) * | 1982-07-12 | 1984-01-20 | 株式会社東芝 | 燃料集合体の中性子増倍率測定法 |
-
1985
- 1985-10-23 JP JP60236788A patent/JPS6296897A/ja active Pending
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5910891A (ja) * | 1982-07-12 | 1984-01-20 | 株式会社東芝 | 燃料集合体の中性子増倍率測定法 |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2013003104A (ja) * | 2011-06-21 | 2013-01-07 | Toshiba Corp | 未臨界度測定装置および未臨界度測定方法 |
| JP2014048089A (ja) * | 2012-08-30 | 2014-03-17 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 核燃料物質の臨界監視方法 |
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